KISIM 7- KISIM 8

NÜKLEER FİSYON VE NÜKLEER GÜVENLİK (SAFEGUARDS)

KISIM 7

MR. G.R. Keepin (LASL) bu toplantıda, “Nükleer  Fisyon ve Nükleer Güvenlik (Safeguards)” konusunda davetli makalesini sunacak, Dr. Ç.Ertek bu yazarın çalışmasına yer vermeyi bir onur sayar.

Nötron asıllı ölçmeler, nükleer malzeme ışınlamalarında esastır. Nükleer güvenlik alanında geniş tatbikat alanları vardır. Büyük miktarda Plutonyum ihtiva eden malzemelerde nötron multiplikasyonu tayini zordur. Bu çoğalma faktörü, örneğin büyüklüğüne, yoğunluğuna ve kütlesine göre değişir. Örnekteki çoğalmayı bağımsız olarak ölçmek ve Plutonyum miktarını iyi bir hassasiyetle bulmak çok mühimdir. Çoğalmayı ve çoğalma düzeltme faktörünü, parametrik çalışmaları, Monte-Carlo ve reaktör fiziği tatbikatlarında MOX (29) dahil birçok zor geometrilerde Plutonyum miktarının bulunması esas teşkil eder.

Yüksek seviyedeki nötron koinsidans aleti başarılıdır, fakat background’a hassastır, normalizasyonlara duyarlıdır, örneğin büyüklüğüne tabidir ve nem miktarına hassastır. Aynı zamanda yoğunluk ve nem ölçen aletler, nötron ve gama kaynağı kullanılarak (aktif interrogation) nükleer olmayan malzemeler için denenmiştir (30-32). Aktif nötron assay sistemleri, nötron kaynakları, hızlandırıcılar, tüp generatörleri, Cf-252, Am-241-Li, Sb-Be kaynakları, passive assayde kullanılanlara benzer(29). Bu aktif-pasif  birlikte kullanılması, malzemenin U-235, U-238 ve Pu miktarlarını MOX’ta bulmaya yardım eder. Aynı anda meydana gelen olaylar, spontane fisyon, induced fisyon, (α, n) reaksiyonları ve çoğalmadır.

İleri HLNC aletine ilave olarak, küçük örnekler için özel başlıklar inşa edilmiştir. INVS, (34), hızlı kritik sistem yakıtları (35), MOX yakıt kanisterleri (36), Plutonyum nitrat şişeleri (37), hızlı çoğaltkan ortamlar (38), kuş kafesleri (39), LWR MOX bandları (40) ve yakıt çubukları (41) kullanılmıştır. Shift register devresi, J.Lightfoot’un bilgisayar çip hafızası (42) yerine kullanılabilir. Burada üç bilinmeyen parametre vardır. R ve T ölçülür. Bu üç bilinmeyen, Plutonyum miktarı, çoğalma ve (α, n) reaksiyonunun miktarıdır. Nötron dağılımındaki yüksek momentler, Californium Monte-Carlo hesapları, nem ölçmeleri ve kaynağın yere bağlı dağılımı hesaba katılmalıdır.

Kullanılmış yakıtın, safeguards amacı ile, ND metodları ile (43-45) İndium kullanılarak, gama ve nötronları ölçerek yapılan çalışmalar vardır. İndium aktivasyonu yakıttaki aktinit miktarı hakkında bilgi verir. Aynı zamanda kullanılmış yakıtın yanma oranı (burn-up) da hesaplanabilir. İndium foiller, termal nötronların ölçülmesinde kullanılır. Bu durumda, ¹¹⁶In^m  den çıkan gama ışınları kullanılır. Aynı zamanda fisyon  ürünlerinden çıkan gamalar da (1.08 MeV ve yukarı enerjilerde) ¹¹⁵In^m in (ɤ,ɤ¹) izomer eksitasyonundan çıkan gamaların ölçülmesi ile bulunur. yakıt eleman demetlerinin (fuel bundles) nötron imzası, çıplak İndium foillerinin sayımı, ²⁴²Cm ve ²⁴⁴Cm nin (LWR’da) miktarını verir. HWR’de de plutonyum izotoplarının miktarını verir. İndium foil Kadmium’la kaplanır, termik nötronlar İndium içine giremez, sade, termik üstü (epitermal) ve hızlı nötronların aktivitesi ölçülür. Az soğutulmuş yakıt elemanlarında ölçülen gama ışınları, ¹⁴⁰Ba¹⁴⁰La miktarlarının bulunmasına yardımcı olur. Bu da bize reaktör tam kapatılmaya yakın güç dağılımını verir.

Berilyum veya deteryum ile kaplı İndium foilleri bize 1.67 veya 2.22 MeV’tan yukarı enerjideki sert gama ışınlarının ölçüsünü verir. Bunlar Be ve D’den çıkan foto-nötronlardır. (Foton girip, gama çıkıyorsa bu nötronlara foto-nötron denir.) Foto-nötron gama ışınlarının imzası, (100-1000 gün) soğutulmuş, yakıt elemanlarından çıkan ¹⁴⁴Ce¹⁴⁴ Pr’ün ölçüsünü verir. Böylece burn-up tesbit edilmiş olur. ¹⁰⁶Ru^106mRh miktarı Plutonyum miktarı ile ayarlanmıştır. İndium foil D ile kaplanırsa foto-nötronların ölçümü bize 200 gün soğutulmuş yakıt elemanı bilgisini de verir. Bunlar, Çerenkof, fork (çatal) ve Cd-Te aletlerine ilave olan destek ölçmelerdir.

Cf-252 nötron kaynağı çok geniş bir şekilde nükleer malzeme safeguards da kullanılır. Californium’dan çıkan ani nötronlar Ref 54-55’de enine boyuna anlatılmıştır.

Foto-emülsiyon, TOF, plastik sintilatör, Li-6 cam integral sayacı (Bramblett counter), sıvı sintilatör, integral Mn banyosu, He-3 spektrometresi, Li-6İ kristali, U-235 fisyon odası, antrasen kristal NE 213 PSD, proton geri tepmeli, gas sayacı, organik sintilatör, proton geri tepmeli stilben kristal 1970 ve 1980’lerin önemli adımlarıdır.

Referans 55’te H.Maerten, A.Ruben ve D.Seeliger, GenelleştirilmişMadland Nix Modelini fisyon nötronlarının enerji spektrumunu hesap etmek için kullandılar. Aynı zamanda, çeşitli kütle numaralı (A) parçacıkların diferansiel emisyon probabilitelerini de hesapladılar. Bu metod, herhangi bir fisyon reaksiyonu için parçacık verilerini semi-ampirik olarak bulur (56). Bu metod Cf-252 için de çalışır. Nükleer malzemelerdeki, havuzda bekleyen yakıt elemanlarının burn-up miktarları da tesbit edilir.

SONUÇ

KISIM 8

Sonuç olarak, fisyon reaktörlerinin ekonomik kullanılması için Gd (Gadolinyum) zehirleri (nötron yutucular) reaktör kalbinde dikkatli kullanılmalıdır (46-47). Bu zehirler, civardaki nötron ölçen aletlere etki ederler, reaktör kinetiğini değiştirirler. Dozimetride, metalurjide ve safeguard’da önemli ilerlemeler kaydedilmiştir(48). Nötron habbe ölçü aletlerine ek olarak, saf nötron akısının ölçülmesi fisyon odaları ile mümkün olabilmektedir. CIC’ler, NE 213’ler ve CR 39’lar bunlara ilave edilebilir. Foil aktivasyon tekniği Safeguard için çok faydalı olabilir. Gadolinyum çubuklarının reaktör kalbine yüklenmesindeki maharet reaktörde zenginleştirmeyi düşürebilir, burn-up’ı yükseltebilir. Bu basınç kazanının fluence’ını düşürebilir. Yapıda kullanılan çelik, daha az radyasyon alabilir, fakat NDT yükselmelerine sebeb olabilir. Bu husus teftiş edilmelidir(53).

Koordine edilmiş araştırma programlarında önemli etkiler, Steele L.E. tarafından, basınç kazanları ışınlamaları için, geniş şekilde incelenmiştir(51). Kimyasal yapı etkileri ve nötron ışınlamanın kırılganlık üzerine etkileri J.P. Highton (52) tarafından incelenmiştir. Yüzeyde meydana gelen hasarlar daha ileriye giderek incelenmelidir. Reaktör basınç kazanının eskimesine ait problemler Ch.Leitz (KWU) tarafından özetlenmiştir (50). Unresolved resonans parametrelerinin belirsizlikleri ENDF/B-V U-238 (4 keV-45 keV) de anlatılmıştır (4). Bunlar self-shielding faktörlerini de kapsamalıdır.

Bu çalışma altı Nobel fizikçisinin katıldığı “50 Years with Nuclear Fission” adlı toplantıda kabul edilmiştir. Teşekkür ve kaynaklar kısmı İngilizce sunulmak mecburiyetindedir.

50 Years with Nuclear Fission, National Academy of Sciences Washington, D.C. and National Institute of Standard and Technology, Gaithersburg, Maryland, April 25-28, 1989. İki büyük cilt halinde, American Nuclear Society, Inc. La Grange Park, Illinois 60525 USA.

TEŞEKKÜR – ACKNOWLEDGEMENT

I would like to express my sincere gratitude to the distinguished contributors, O.Ozer, A.Fabry, W.N. McElroy, C.M. Eisenhauer, C.Z. Serpan, E.D. McGarry, F.W. Stallmann, R.E. MacFarlane, D.W. Muir, D. Cullen, J.A. Grundl, F. Schmittroth, L.R. Greenwood, F.B.K. Kam from USA; W. Zijp and H.J. Nolthenius from Netherland; E.M. Zsolnay, E. Szondi and J. Csikai from Hungary; M. Petilli and V. Sangiust from Italy; R. Dierckx from EURATOM; A. Michaudon, P. Mas, P. Genthon and H. Derrien from France; M. Nakazawa, N. Ueda, A. Sekiguchi, T. Iguchi, T. Kosako and I. Kimura from Japan; W. Schneider, L. Weise, G. Nagel, W. Mannhartt, K. Kussmaul, M. Matzke, A. Fischer and K.H. Czock from GDR; D. Seeliger from DDR; H. Rauch, F. Bench, H. Boeck, H.W. Weber and H. Vonach from Austria; M. Vlasov, H. Bondars, V. Chernyshev and A. Sinev from USSR; M. Brumowsky and B. Osmera from Czechoslovaki; S.B. Wright, J.L. Rowlands, A.K. McCracken, M. Austin from UK; J.T. Routti and J.V. Sandberg from Finland; M. Najzer from Yugoslavia; and finally to H. Hottermans, J.J. Schmidt, H. Lemmel, A. Lorenz, T. Biro, K. Okamoto, N. Kocherov, N. Bychkov, R.D. Arlt and B. Cross from IAEA.

KAYNAKLAR

1.      G.R. ODETTE, “A quantitative analysis of the implications of the accuracy of dosimetry to embrittlement predictions past, present and future” 3rd ASTM-EURATOM Reactor Dosimetry Sym., Oct. 1979, Ispra Italy.

2.      LWR Pressure Vessel Surveillance Dosimetry Improvement Program: PCA Experiments and Blind Test, Hanford Eng. Dev.Lab. Edited by W.N. Mc Elroy, NUREG CR-1861 HEDL-TME 80-87 R5. July 1981.

3.      Proceedings of the 4th ASTM-EURATOM Symp. On Reactor Dosimetry, Gaithersburg, 22-26 March 1982.

4.      G. de SAUSSURE and  J.H. MARABLE, “Uncertainties of the ENDF/B-V U-238 Unresolved Resonance Parameters in the Range 4-45 keV”, Nucl. Sci. Eng.,101,285-292 (1989).

5.      L.R.GREENWOOD and R.K. SMITHER, SPECTER: Neutron  Damage Calculations for Materials Irradiations, ANL/FPP-TM TM-197, Argonne National Laboratory, January 1985.

6.      L.R.GREENWOOD , “Specter Computer Code for Radiation Damage Calculations Proc. IAEA Consultants’ Meeting on Nuclear Data for Radiation Damage Estimates for Reactor Structural Materials” May 20-22, 1985 Santa Fe, NM, USA.

7.      G.R. ODETTE and D.R. DORION, Nucl. Technol. 29, p.346 (1976).

8.      R.E. Mac Farlane Proc. of  Ref 6.

9.      W.L. ZIJP, E.M. ZSOLNAY, H.J. NOLTHENIUS, E.J. SZONDI, G.C.H.M.M.VERHAAG, D.E. CULLEN and C. ERTEK “Final Report on the REAL-80 Exercise”, ECN-128, Netherlands Energy Research Foundation (1983).

10.  E.M. ZSOLNAY and H.J. NOLTHENIUS Proc.of the IAEA Consultants’ Meeting on the Assessment of the Results of the REAL-84 Exercise Edited by V. PIKSAIKIN, March 1987, IAEA INDC (NDS)-190/G+F+R.

11.  R.E. MAERKER, J.J. WAGSCHAL, B.L. BROADHEAD “Development and Demonstration of an Advanced Methodology for LWR Dosimetry Applications” NP-2188 Dec. 1981.

12.  C. ERTEK, “Neutron Activation Foil Cover Effects, Neutron Flux Density Depression and Self Shielding Correction Factors” International Atomic Energy Agency, IAEA/RL/57 Feb. 1979.

13.  C. ERTEK, “On the Penetration of Mono Energetic Neutrons Inside the Detector Foils” International Atomic Energy Agency, IAEA/RL/44, Feb. 1977.

14.  J.C. GUILLERET, “Re-examinig Reactor Vessel Embrittlement at Chooz A” Nuclear Engineering International Nov. 1988.

15.  K.H. BECKURTS, K. WIRTZ Neutron Physics, Berlin: Springer 1964.

16.  T. KOSAKO, J.MATSUMOTO, A.SEKIGUCHI, N.OHTANI, S.SUZUKI, S.TAKEDA and O.SATO, “Measurements and Evaluations of Neutron Dose and Spectra at the Reactor Top of the Liquid-Metal Fast Breeder Type Reactor, JOYO, Nuclear Technology Vol 77 June, 1987.

17.  G.CHAMPION ET. AL., “Shielding Design for PWR in France, “Proc. 6th Int. Conf. Radiation Shielding, Tokyo, May 16-20, 1983, Vol.I, p.546, Japan Atomic Energy Research Institute(1983).

18.  J.M.ALDRICH, “Neutron Spectra and Dose Equivalent Inside Nuclear Power Reactor Containment, “NUREG/CR-1714, PNL-3531, Pasific Northwest Laboratory (1981).

19.  Y. ATAKAN, “Evaluation of  Dose Rate Data for Use in Nuclear Power Plant Design” Nucl.Safety, 24, 66 (1983).

20.  N.OHTANI and T.KAWAKITA, “Radiation Shielding Analysis of JOYO” J. At. Energy Soc. Jpn.,25,520 (1983) (in Japanese).

21.  N.OHTANI and T.KAWAKITA, “Radiation Shielding Analysis of JOYO” Proc. 6th Int. Conf. Radiation Shielding, May 16-20, 1983, Vol II, p.948, Japan Atomic Energy Research Institute (1983).

22.  C. ERTEK, Compilation of Neutron Flux Density Spectra and Reaction Rates in Different Neutron Fields, Vol.I, IAEA/RL/61, June 1979. 319 pages.

23.  C. ERTEK, ibid. Vol II, IAEA/RL/63, July 1979, 251 pages.

24.  C. ERTEK, ibid. Vol III, EAEA/RL/68, April 1980, 381 pages.

25.  D:E:CULLEN et. Al. “The IAEA Cross Section Processing Code Verification Project as it Applies to Shielding Data” INDC(NDS) 146/G, April 1983.

26.  J.V. SANDBERG, “On the Feasibility of  Multicomponent Activation Detectors for Fusion Reactor Neutronics Measurements” Nucl.Inst. and Methods 206 (1983), 227-234.

27.  C. ERTEK, “Reaction Rate Measurements, Neutron Spectrum Unfolding, Fluence, Radiation Damage, Embrittlement and Safety for Fission and Fusion Reactors Their Shortcomings and Uncertainties” EAEA/RL/72 Oct. 1980.

28.  C. ERTEK, A.YALCIN, and Y. INEL, Nucl. Sci. Eng., 36, 209-221 1969.

29.  H.O. MENLOVE “Role of Neutrons in Safeguards” JNMM, July 1987 p.83-86.

30.  C. ERTEK and N. HASELBERGER “Measurement of Density and Water Content of Soil Using Photon Multiple Scattering” Nucl. Inst. And Methods 227 (1984) 182-185.

31.  O. CIFTCIOGLU and D. TAYLOR Soil Sci., 113 (1972) No.1.

32.  K. LIN, E. PIRIE and D. TAYLOR Nucl.Inst. and Meth. 72 (1969) 325.

33.  N. ENSSLIN “A Simple Self Multiplication Correction for in Plant Use” 7th ESARDA Annual Symp. On Safeguards and Nuclear Material Management 19, (Liege, Belgium, 1985), L. Stanchi, Ed., Joint Research Center, ISPRA, Italy, pp.223-238.

34.  H.O. MENLOVE, O.R. HOLBROOKS and A. RAMALHO, “Inventory Sample Coincidence Counter Manuel” Los Alomos National Laboratory, LA-9544M, (ISPO-181) Nov. 1982.

35.  M.S. KRICK, H.O. MENLOVE “Channel Coincidence Counter Version I” Los Alamos National Laboratory LA-8404-MS(ISPO-97), June 1980.

36.  H.O. MENLOVE, E.I. ADAMS, E. DAHN and A. RAMALHO “Plutonium Canister Counter Operations and Procedures” Los Alamos National Lab. LA-10615-M (ISPO-216) Feb. 1986.

37.  H.O. MENLOVE, E.I. ADAMS and O.R. HOLBROOKS, “Plutonium Nitrate Bottle Counter Manual” Los Alamos Nat. Lab., LA-10009-M (ISPO-203) March, 1984.

38.  H.E. MENLOVE, G.W. ECCLESTON, J.E. SWANSEN, P. GORIS, R. ABEDIN-ZADEH and A. RAMALHO, “Universal Fast Breeder Reactor Subassembly Counter Manual” Los Alamos Nat. Lab. LA-10226-M (ISPO-215) Aug. 1984.

39.  M.S. KRICK, H.O. MENLOVE and A. RAMALHO “Bird Cage Neutron Coincidence Counter Manual” Los Alamos Nat. Lab. LA-10430-M July 1985.

40.  T.W. CRANE, “Detectability Limits and Precision for Shufflers” Los Alamos Nat. Lab., LA-10158-MS Aug. 1984.

41.  L.R. COWDER, H.O. MENLOVE “Neutron Coincidence Counter for MOX Fuel Pins in Storage Trays Manuel” Los Alamos Nat. Lab. LA-9493-M (ISPO 178) Aug. 1982.

42.  J. LIGHTFOOT, “W6 325 Neutron Coincidence Electronics” British Nuclear Fuels, plc, informal report March 1985.

43.  L. LAKOSI, A. VERES, I. PAVLICSEK and ZS. NEMETH “Gama and Neutron Activation for ND Assay of  Irradiated fuel Assemblies, Proc. 7th ESARDA Symp., Liege, Belgium, 1985, 9.265-270.

44.  L. LAKOSI, A.VERES, Zs. NEMETH and I.PAVLICSEK “Photo and Neutron Activation Studies on Spent Reactor Fuel Assemblies, Proc. 4th Working Group Meeting on Rad. Interaction, Leipzig, GDR,1987, p.691-695.

45.  A. VERES, L. LAKOSI, I. ALMASI, Zs. NEMETH and I. PAVLICSEK “Photo-activation of Nuclear Isomers for Assaying Irradiated Reactor Fuel,oc. Int. Conf.on Nuclear Data for uclear Sience and Tchnology, 1988. MITO. Japan, pp 959-961.

46.  W. BOEHM, H.D. KIEHLMANN, A. NEUFERT and M. PEEHS, “Gd₂-O₃ up to 9%, an established burnable poison for advanced fuel management in pressurized water reactors “Kerntechnik 50 (1987) No.4.

47.  H. MAERKL and R. HOLZER “Advanced Core and Fuel Design for Light Water Reactors”, Kerntechnik 50 (1987) No.4.

48.  T. ALDEMİR, S.A. ARNDT and DON. W. MILLER, “Simulation of the transient responce of ionization chambers” Nuclear Technology Vol. 76 Feb. 1987.

49.  M. NAKAZAWA, T. IGUCHI and A. SEKIGUCHI, Development of DT Neutron Dosimetry Technique by Activation Method, Journal of the Faculty of Engineering, Univ. Of Tokyo Vol.XXXıX No.1 (1987).

50.  CH. LEITZ “Reactor Pressure Vessel Aging and Countermeasures” Kerntechnik 51 (1987) No.4.

51.  L.E. STEELE, et. Al. “Results of the İAEA co-ordinated research programs on irradiation effects on advanced PV, Proc. Of 12th Int. Sym. Effects of Radiation on Materials (eds. F.A. Garner and J.S. Perrin), American Society for Testing and Materials, Philadelphia, 1985, ASTM STP 870, 863-899.

52.  J.P. HIGHTON, “Influence of Chemical Composition and Neutron Irradiation on Embrittlement of  Reactor Pressure Vessel Steels” N. Nucl. Energy, 1988, 27, No.1, Feb. 15-19

53.  NUCLEAR NEWS / Feb. 1988. P.28.

54.  M.V. BLINOV Proc. IAEA Consultants’ Meeting Neutron Properties, Debrecen, March, 1980, IAEA Report INDC (NDS)-114/GT p.79.

55.  IAEA-TECDOC-410, Properties of neutron sources Proc. of an Advisory Group Meeting by IAEA, Leningrad, USSR, 9-13 June 1986 paper presented by J. W. Boldeman p. 125. H. Maerten et. Al. P. 153.

56.  M. LAMMER “Nuclear Data for Safeguards, IAEA, INDC(NDS)-187 Nov. 1986.

57.  D.W. MUIR, “Evaluation of Correlated Data Using Partitioned Least Squares: A Minimum-Variance Derivation”, Nucl. Sci. And Eng. 101, 88-93 (1989).

58.  S. IJIMA, M. OBU, T. HAYASE, A. OHNO, T. NEMOTO, S. OKAJIMA, “Experimental Study of the Large-scale Axially Heterogeneous Liquid Metal Fast Breeder Reactor at the Fast Critical Assembly” Nucl. Sci. Eng. 100, 496-506 (1988).

59.  C. ERTEK, “The REAL-80 Project Related Preliminary Results Argonne Seibersdorf Intercomparison Proc. 4th Sym. On Neutron Dosimetry p.251 Commission of the European Communities, Radiation Protection Munich-Neuherberg 1-5 June 1981. EUR 7448 EN Vol.II.

60.  C. ERTEK, “Seibersdorf-Helsinki Intercomparison of Neutron Flux Density Spectra by Using the SAND-II and LOUHI Unfolding Programmes p.261.

61.  C. ERTEK, M.F. VLASOV, B. CROSS, P.M. SMITH “Influence of Cross Section Dtructure on Unfolded Neutron Spectra” pp.654, Proc. Int. Conf. Nuclear Data for Science and Technology, Antwerp, Belgium, Sept. 6-10, 1982, CONF-820906, p.654. D. Reidel Publishing Company (1982).

Doç.Dr.Çetin ERTEK